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“EAST超导托卡马克核聚变实验装置”的运行管理

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科技管理研究 2015年第21期35卷 186-189页

作者：储慧赵君煜中国科学院等离子体物理研究所安徽合肥230031

重大科技基础设施在我国科技发展中占有重要地位。如何提高设施运行管理水平,促进重大创新成果产出是一项极具挑战的课题。在国家重大科技基础设施"EAST超导托卡马克核聚变实验装置"稳步进入第二研究阶段,以及中国科学院合肥大科学研究... 详细信息

重大科技基础设施在我国科技发展中占有重要地位。如何提高设施运行管理水平,促进重大创新成果产出是一项极具挑战的课题。在国家重大科技基础设施"EAST超导托卡马克核聚变实验装置"稳步进入第二研究阶段,以及中国科学院合肥大科学研究中心正式获批筹建之际,在研究和实践的基础上对"EAST超导托卡马克核聚变实验装置"运行管理工作进行分析和总结,对进一步理解设施运行管理工作内涵和提高设施精细化管理水平有重要意义。

关键词：国家重大科技基础设施运行管理

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高温钠热管启动传热振荡及热疲劳安全分析

原子能科学技术 2024年第5期58卷 1024-1032页

作者：张凌义张智鹏王成龙郭凯伦田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

高温热管的启动是复杂的相变及流动过程,若发生传热振荡将造成温度波动,进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中,不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化,... 详细信息

高温热管的启动是复杂的相变及流动过程,若发生传热振荡将造成温度波动,进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中,不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化,呈现不同振荡特征;热流密度提升时振幅下降,周期缩短;振荡发生时,若输入功率骤降,波形将从锯齿状转变为梯形状;在水平工况中,传热振荡被明显抑制。热管在堆内发生传热振荡时,应力风险区为热管蒸发段内壁中部;异相振荡时相较同相振荡工况应力均值升高,振幅下降,疲劳损伤减轻;当安全因子K低于1.4时热管不存在疲劳失效风险,K达1.4以上后损伤逐渐显著;其中同相工况疲劳损伤最严重,K=1.6时管壁材料疲劳寿命已降低至3.29年。本研究对高温钠热管传热振荡的机理分析及完善热管可靠性评估具有重要意义。

关键词：高温钠热管传热振荡启动特性热疲劳

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RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析

核动力工程 2022年第1期43卷 175-182页

作者：陈鹏赵鑫海展德奎夏少雄中广核研究院有限公司广东深圳518000

针对实际过程中更有可能发生的压力容器(RPV)侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织(OECD)发布的现象识别与重要度排序表(PIRT),选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数,使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模... 详细信息

针对实际过程中更有可能发生的压力容器(RPV)侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织(OECD)发布的现象识别与重要度排序表(PIRT),选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数,使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模型,对影响计算结果的重要参数(破口尺寸、堆坑水位、破口位置、触发条件、液柱碎化和液滴碎化模型)开展RPV侧边破口条件下敏感性分析,获得最恶劣计算工况条件。敏感性分析结果表明,在大破口失水事故(LBLOCA)工况下,当堆坑处于满水位、RPV发生二维侧边环状破口、接触堆坑侧壁面时触发蒸汽爆炸、采用CONST模型和Classical模型时,堆坑侧壁面的压力载荷计算结果最为保守,对堆坑和安全壳完整性威胁最大。

关键词：堆外蒸汽爆炸 RPV侧边破口 MC3D

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澳大利亚退役首座核反应堆

国外核新闻 2007年第5期 17-17页

【英国《国际核工程》网站2007年2月14日报道】澳大利亚已经开始对在1958年达到临界的澳大利亚第一座核反应堆——澳大利亚高通量反应堆（HIFAR）进行退役。

关键词：澳大利亚核反应堆退役首座高通量核工程

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压力安全系统的核安全监督物项的风险评估

兵器装备工程学报 2017年第10期38卷 50-54,64页

作者：刘知彤王少明王洪剑郝建立吕猛海军工程大学核能科学与工程系武汉430033 海装重庆局重庆400042

将FMEA(Failure Model and Effects Analysis,FMEA)方法运用到船用核动力装置压力安全系统的核安全监督中,对该系统的各组成部分、元素进行分析,找出系统中各组成部分及元素可能发生的故障,查明各种类型故障对邻近部分或元素的影响以及... 详细信息

将FMEA(Failure Model and Effects Analysis,FMEA)方法运用到船用核动力装置压力安全系统的核安全监督中,对该系统的各组成部分、元素进行分析,找出系统中各组成部分及元素可能发生的故障,查明各种类型故障对邻近部分或元素的影响以及最终对系统的影响;然后,运用依赖型语言有序加权几何(dependent linguistic ordered weighted geometric,DLOWG)算子进行FMEA风险评估。利用该算子能减轻评价不公平性,改进传统FMEA中故障的风险优先数(Risk Priority Number,RPN)计算方式,从而得出压力安全系统各部分的核安全监督的重要度排序,对提高核安全监督水平,具有十分重要的意义。

关键词：船用核动力装置压力安全系统核安全监督 FMEA DLOWG算子

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超重核的四面体对称性(英文)

原子核物理评论 2013年第3期30卷 278-283页

作者：陈永寿高早春中国原子能科学研究院北京102413

基于反射不对称壳模型的投影位能面计算预言原子核310126是继208Pb之后的双幻核,其基态呈现出四面体形状。四面体对称性驱动的量子效应可以使基态的结合能,相较球形而言增加达13 MeV,这反映了在最重核的计算中,考虑四面体自由度的重要... 详细信息

基于反射不对称壳模型的投影位能面计算预言原子核310126是继208Pb之后的双幻核,其基态呈现出四面体形状。四面体对称性驱动的量子效应可以使基态的结合能,相较球形而言增加达13 MeV,这反映了在最重核的计算中,考虑四面体自由度的重要性。计算结果还表明,四面体对称性驱动的量子效应能够明显地增加裂变位垒,从而导致超重核合成几率的增加。

关键词：壳模型四面体对称性超重核

燃料棒破损热力学模块开发及在严重事故分析程序中的应用

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原子能科学技术 2022年第7期56卷 1300-1307页

作者：高鹏程张斌单建强西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049

包壳肿胀和破损是严重事故早期阶段的重要现象。包壳形变不仅会造成局部流动堵塞,同时,水蒸气会从破裂处进入包壳气隙,增加包壳被蒸汽氧化的表面积。广泛使用的一体化严重事故分析程序不能分析早期事故过程中燃料棒的热力学行为,判断包... 详细信息

包壳肿胀和破损是严重事故早期阶段的重要现象。包壳形变不仅会造成局部流动堵塞,同时,水蒸气会从破裂处进入包壳气隙,增加包壳被蒸汽氧化的表面积。广泛使用的一体化严重事故分析程序不能分析早期事故过程中燃料棒的热力学行为,判断包壳破裂也只是基于简单的参数模型。本文开发了分析燃料棒热力学行为的FRTMB模块,并集成在严重事故分析程序ISAA中。使用开发的耦合系统ISAA-FRTMB分析了CAP1400反应堆直接注射(DVI)管线小破口事故过程中燃料棒的热力学行为,并预计了包壳破裂时间及相应的失效温度。计算结果整体验证了ISAA-FRTMB分析瞬态事故过程中燃料棒热力学行为以及判断包壳破裂的适用性和可靠性。

关键词：严重事故燃料棒热力学行为包壳破损 CAP1400

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核设施工程建设中质量保证体系的建立

核动力工程 2008年第S1期29卷 10-14页

作者：荆世林王丛林中国核动力研究设计院成都610041

结合本组织拟承担或已承担的任务,确定其质量保证体系的建立应遵循的依据和适用的法规,完成对相关领导、负责人、业务骨干等人员必要的法规培训。根据拟承担或已承担的任务,明确其质量方针和质量目标,识别出需要完成或需要控制的活动及... 详细信息

结合本组织拟承担或已承担的任务,确定其质量保证体系的建立应遵循的依据和适用的法规,完成对相关领导、负责人、业务骨干等人员必要的法规培训。根据拟承担或已承担的任务,明确其质量方针和质量目标,识别出需要完成或需要控制的活动及其关联程度以及实施和管理的难度。活动一经确定,应设立活动实施的组织机构并明确其职责和接口,完成其体系的文件编制与生效发布。在体系的运行过程中,对其进行不断地评价、维护与改进。

关键词：核设施工程建设质量保证体系

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湖北省发展杂交早稻栽培技术探讨

湖北农业科学 1987年第2期 1-5页

杂交早稻配二季晚粳(简称早杂晚粳),在我省试种普获成功,引起了各级领导的关注,深受农民群众的欢迎。为了使这项技术在大面积生产上尽快发挥效益,省农牧业厅粮油处组织有关单位进行连续协作试验,取得了较系统的技术资料,为指导大面积生... 详细信息

杂交早稻配二季晚粳(简称早杂晚粳),在我省试种普获成功,引起了各级领导的关注,深受农民群众的欢迎。为了使这项技术在大面积生产上尽快发挥效益,省农牧业厅粮油处组织有关单位进行连续协作试验,取得了较系统的技术资料,为指导大面积生产提供了依据。1986年全省杂交早稻发展到将近40万亩,平均亩产473公斤,比常规早稻

关键词：杂交早稻插植密度有效穗湖北省